Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора

Авторы патента:


Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора
Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора

 


Владельцы патента RU 2556889:

Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU)

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е. не превышающего разрешенного значения 50 мм. Способ состоит в корректировке геометрических размеров графитовых блоков. В каждом технологическом канале, после извлечения тепловыделяющей сборки, определяют величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивают с нормативным значением и выделяют локальные зоны колонн с одинаковым направлением прогиба. Работы в каждой из выбранных зон ведут раздельно. Извлекают часть технологических каналов с прогибом, превышающим норму, и производят продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны. Натяжителем создают силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу. При достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращают и выполняют калибровку ячеек колонн. Технический результат - сокращение объема и сроков выполнения ресурсно-восстановительных работ. 9 ил.

 

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора, может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора.

В процессе эксплуатации ядерного уран-графитового реактора в результате циклических радиационно-термических воздействий его ресурсные характеристики изменяются, происходит объемное радиационное расширение и усадка графитовых блоков (ГБ), со временем снижается пластичность графита. С количеством пусков - остановов реактора, при разогреве-расхолаживании динамические процессы в кладке усиливаются, что приводит к возникновению дополнительных напряжений в графитовых блоках, росту концентрации напряжений на наружных поверхностях, растрескиванию блоков и смещению графитовых колонн (ГК) активной зоны реактора. Указанное может привести к сокращению ресурса активной зоны реактора и досрочному выводу его из эксплуатации. В уровне техники обнаружены патенты РФ №2029997, 20027234, 22035071, относящиеся к ремонту графитовой кладки. В стадии расширения типовых графитовых элементов и кладки в целом проблема восстановления геометрии посадочного отверстия в ГБ под установку технологических каналов (ТК), была решена путем калибровки - рассверливания ГК (далее - колонн) по высоте, с целью восстановления оптимального значения технологического зазора между ТК и ГК, патенты РФ №№2022725, 2187417.

Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является «Способ ремонта графитовых блоков колонн канального ядерного реактора» по патенту РФ №2083003. Способ заключается в том, что в колонны вводят штангу с режущим инструментом и выполняют расточку графитовых блоков, причем расточку выполняют в виде канавки конусообразной формы, по периметру стыков смежных блоков, при этом растачивают те блоки, которые имеют уменьшение диаметра канала в местах опережающего роста усадки - торцах блоков. Затем выполняют стандартные операции по калибровке топливных ячеек. Данный способ обеспечивает устранение последствий процесса объемного расширения ГБ по всей высоте ГК, что явилось, одним из факторов, обеспечившим повышение ресурса графитовой кладки. Способ устраняет проблему утолщения блоков в местах их стыковки между собой, и обеспечивает, после расточки и калибровки, восстановление необходимого внутреннего посадочного диаметра блоков колонны, что на несколько лет дало возможность проектного размещения ТК в графитовой колонне и обеспечило формирование оптимального зазора ТК-графит.

Недостатком способа является невозможность восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны канального реактора за пределами продленного срока службы. Если по результатам контроля установлена деформация ГК в виде прогиба, вызванная массовым смещением графитовых блоков в кладке, и ее значение превышает разрешенное 50 мм, эксплуатация реактора недопустима по условиям безопасности.

Целью заявляемого изобретения является восстановление ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е. не превышающего разрешенного значения 50 мм, а также обеспечение гарантированной безопасности эксплуатации топливных ячеек и продление срока службы энергоблока.

Сущность данного изобретения состоит в том, что в способе восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора путем корректировки геометрических размеров графитовых блоков предложено, в каждом технологическом канале, после извлечения тепловыделяющей сборки определять величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивать с нормативным значением и выделять локальные зоны графитовых колонн с одинаковым направлением прогиба, затем вести работы в каждой из выбранных зон раздельно, извлекать часть технологических каналов из ячеек графитовых колонн, прогиб которых превышает нормативное значение, и производить продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн, с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны, затем в технологический канал выбранной локальной зоны устанавливать тросовое устройство-натяжитель, посредством которого создавать силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу, а с помощью датчиков, размещаемых в технологических каналах, контролировать процесс уменьшения прогиба и при достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращать и выполнять калибровку ячеек графитовых колонн до требуемых размеров.

В порядке обоснования существенности отличительных признаков формулы изобретения приводим следующее. В результате формирования локальных зон графитовых колонн кладки с одинаковым направлением прогиба, распределенных по реактору, удается выполнить работы по восстановлению прогиба колонн до допустимой величины, т.е. восстановить ресурсные характеристики активной зоны реактора. Выполнение резов графитовых блоков и использование тросовых натяжителей для создания силового воздействия на графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу, приводит к образованию разгрузочных зон и позволяет добиться необходимого снижения прогиба графитовых колонн. Существенным являются указанные в формуле направление и ширина реза 10÷15 мм. При выполнении реза указанной ширины в направлении, перпендикулярном прогибу колонн, удается обеспечить формирование разгрузочных зон. Эффект силового воздействия натяжителя на группу смежных колонн позволяет значительно снизить трудозатраты по сравнению с вариантом работ: одна разрезка - снижение прогиба одной колонны.

Предложенное изобретение поясняется графическим материалом, представленным на фиг.1÷9, где на фиг.1 изображена конструкция топливной ячейки реактора, с установленным в ней технологическим каналом; на фиг.2 - фрагмент искривленных колонн графитовой кладки в разрезе; на фиг.3 изображена схема прогиба колонн графитовой кладки; на фиг.4 - графитовый блок с трещиной; на фиг.5 - графитовый блок после разрезки; на фиг.6 - графитовый блок после выполнения силового воздействия; на фиг.7 - схема расположения на плато реактора локальных рабочих зон; на фиг.8 - таблица параметров ячеек на примере локальной рабочей зоны А (фиг.7); на фиг.9 показано устройство натяжителя. Конструкция топливной ячейки реактора (фиг.1) содержит тракт 1, с которым соединена верхняя часть технологического канала 5, защитную плиту 2, графитовые блоки 3, опорную плиту 4. Технологический канал 5 размещен внутри графитовой колонны. Нижняя часть ТК 5 соединена с сильфонным компенсатором 6 и патрубком 7 подвода теплоносителя. На виде А фиг.1 показана часть ТК в увеличенном масштабе. На фиг.2 изображен фрагмент графитовой кладки, включающий графитовые колонны 8, 13 (в разрезе), 11 (без разреза) с ТК 5 и прогибом, превышающим нормативное значение (50 мм) по результатам измерений. Для уменьшения величины прогиба в ТК 5 колонны 13 установлен натяжитель 12. Графитовые блоки колонны 11 назначены для разрезки в целях восстановления геометрических размеров графитовых блоков и создания свободных объемов для выпрямления графитовых колонн. Колонна 8 используется для контроля эффективности силового воздействия (уменьшения прогиба) посредством установленной в ТК 5 штанги 9 с датчиком 10. Направление приложения силового воздействия на колонну 11 показано силовыми линиями 14. На фиг.3 изображена схема прогиба, где: 15 - вертикальная ось топливной ячейки, 16 - прогиб колонны до силового воздействия, 17 - прогиб колонны после выполнения силового воздействия натяжителем. На фиг.4 изображен в плане графитовый блок 3 с трещиной, выявленной в результате осмотра ячейки, и показано направление прогиба колонны 18. На фиг.5 изображен графитовый блок 3 после выполнения реза 19 шириной 10÷15 мм и показано направление приложения силового воздействия 14. На фиг.6 изображен графитовый блок 3 после смыкания реза 20 и калибровки отверстия в блоке под стандартный размер. На фиг.7 представлена картограмма плато реактора с указанием локальных зон проведения работ А÷К. Каждая зона характеризуется одинаковым направлением прогиба колонн и соответствующим местом расположения на плато реактора. На фиг.8 (в качестве примера реализации заявляемого способа) представлена таблица параметров локальной зоны А, где в столбце 1 указаны номера ячеек этой локальной зоны. В столбцах 2 и 3 проставлены измеренные значения величин прогиба и направления прогиба (исходное состояние ячеек). В графе 4 указаны назначения ячеек в процессе выполнения восстановительных работ: Н - ячейка, в которую будет установлен натяжитель, Р - ячейка, в которой будет осуществляться разрезка графитовых блоков, К - ячейка, в которую будет установлен датчик контроля изменения прогиба в процессе работы с натяжителем. В графе 5 приведены значения величин прогибов колон ячеек зоны А после выполнения восстановительных работ. На фиг.9 представлено устройство тросового натяжителя. Натяжитель состоит из верхней опоры 21 для установки натяжителя на топливную ячейку, гидравлического домкрата 24, в котором закреплен верхний конец троса 22, расположенный внутри силовых элементов 23. Элементы 23 выполнены в виде полых цилиндров. Конец троса 22 закреплен в нижней опоре натяжителя 25.

Работы по восстановлению ресурсных характеристик топливных ячеек производят на остановленном и расхоложенном реакторе. Выгружают тепловыделяющие сборки (ТВС) из ячеек различных зон реактора. Результаты измерительного контроля оформляют в табличном виде (фиг.8), проводят анализ состояния графитовых колонн, формируют локальные зоны проведения работ А÷К (фиг.7). В ячейку графитовой колонны 8 фиг.2, назначенную для контроля, устанавливают штангу 9 с датчиком 10. Из ячейки графитовой колонны 11, назначенной для разрезки колонны, извлекают ТК 5 и производят разрезку графитовых блоков 3. В ячейку графитовой колонны 13, назначенную для силового воздействия, устанавливают натяжитель 12. Производят силовое воздействие 14 на графитовые колонны 8, 11, 13 и выполняют контроль изменения прогиба колонны 8. При достижении нормативного значения прогиба 17 (фиг.3) силовое воздействие 14 прекращают, извлекают натяжитель 12 и штангу 9 с датчиком 10. Затем проводят контрольные замеры величины прогиба в ячейках графитовых колонн 11, 13. Производят калибровку ячейки графитовой колонны 11 и устанавливают ТК 5. Аналогичные работы последовательно выполняют на остальных ячейках локальной зоны А. После завершения работ на ячейках зоны А, поочередно приступают к работам на локальных зонах Б÷К.

Использование предлагаемого изобретения позволит сократить объем и сроки выполнения работ по восстановлению ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны, обеспечить надежную и безопасную работу реактора. Экономия от использования изобретения составит порядка двух миллиардов рублей.

Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора путем корректировки геометрических размеров графитовых блоков, отличающийся тем, что в каждом технологическом канале после извлечения тепловыделяющей сборки определяют величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивают с нормативным значением и выделяют локальные зоны графитовых колонн с одинаковым направлением прогиба, затем ведут работы в каждой из выбранных зон раздельно, извлекают часть технологических каналов из ячеек графитовых колонн, прогиб которых превышает нормативное значение, и производят продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны, затем в технологический канал выбранной локальной зоны устанавливают тросовое устройство-натяжитель, посредством которого создают силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу, а с помощью датчиков, размещаемых в технологических каналах, контролируют процесс уменьшения прогиба и при достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращают, выполняют калибровку ячеек графитовых колонн до требуемых размеров.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов.

Изобретение относится к металлургическому и трубопрокатному производствам. Отливают слитки ЭШП размером 485×1600±25 мм и обтачивают в слитки-заготовки размером 470×1600±25 мм.

Заявленное изобретение относится к способу обеспечения подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности. В заявленном способе предусмотрено проведение физических измерений подкритичности активной зоны после сборки активной зоны и сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к наполнению водой главного контура (1) и удалению воздуха из главного контура ядерного реактора с водяным охлаждением. Способ включает в себя этап размещения устройства (30) для соединения и жидкостной изоляции, которое соединено с горячей ветвью (3) каждой петли охлаждении (11, 12) главного контура таким образом, чтобы, по существу, изолировать от внутренней стороны бака узел горячих ветвей.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер. Причем пучок релятивистских ионов ускоряют до энергии, при которой путем разрушения материала мишени получают два и более поколений продуктов мультифрагментного разрушения атомных ядер и высвобождают внутриядерную энергию в течение срока, превышающего длительность накопления и замены продуктов разрушения на материал для облучения. При этом поток вторичных частиц утилизируют, а облученный материал охлаждают и направляют на переработку в качестве сырья для извлечения веществ, пригодных для последующего использования. Изобретение обеспечивает повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую и утилизацию долгоживущих радионуклидов широкой номенклатуры. 4 н.п. ф-лы, 13 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэлы, заключенные в трубчатую оболочку, погружены в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Твэлы выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков. Технический результат - снижение уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой тепловыделяющих элементов, и обеспечение более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура на входе в активную зону. 2 ил.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя. При этом выход нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей запаздывающих нейтронов из расщепляемых элементов. Это используется для обеспечения точного определения реактивности в процессе работы. Предусмотрена возможность регулирования полученных изменений с помощью управляющих стержней (111), регулируемых с помощью нейтронных поглотителей (112) и/или путем варьирования протонного тока. Кроме того, в условиях заявленного изобретения обеспечивается возможность непрерывного регулирования изменения температуры в ходе эксплуатации посредством теплообменника (103). Техническим результатом является возможность избежать приближения подкритического устройства слишком близко к критическому состоянию при сохранении коэффициента размножения нейтронов в приемлемых пределах. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх